Физический пуск реактора Приборы контроля и ключи управления тренажером БН Атомные электростанции Авария на Чернобыльской АЭС безопасность реакторной установки энергоблока АЭС с РБМК

Меры по повышению безопасности РБМК

Снижение парового коэффициента реактивности

 Как уже должно быть ясно из предшествующего обсуждения целена-правленное влияние на паровой коэффициент реактивности возможно путем перераспределения долей  тепловых нейтронов, поглощаемых раз-личными материалами активной зоны. Генеральное направление при этом - на всемерное снижение доли нейтронов, поглощаемых водой, сведение влияния воды на размножающие свойства реактора до минимума. Например, по данным [12] переход на топливо 2%-го обогащения взамен проектного 1.8% позволил  уменьшить aj на  1¸1.5 bЭФ , одновременно увеличив примерно на 15% глубину выгорания ядерного топлива. Меры, пред-принятые после аварии, были направлены на реализацию именно этого принципа.

 Так, после дополнительных исследований на реакторах Чернобыльской и Смоленской АЭС в октябре-ноябре 1986 года установлено минимальное количество  дополнительных поглотителей в активной зоне - 80 штук. Установлено также нормальное (для стационарного режима на номинальной нагрузке): 43¸48 штук и минимальное: 30 штук количество эффективных стержней СУЗ в активной зоне  для любых эксплуатационных режимов - т.е. минимальная величина оперативного запаса реактивности. Благодаря названным организационно-техническим мероприятиям удалось снизить паровой коэффициент реактивности [12,13] на 3¸3.5 bЭФ.

  В 1987 году после завершения реакторных испытаний 146 ТВС с обогащением 2.4% на Ленинградской АЭС было принято решение [12,13] о постепенном переводе всех РБМК только на такое топливо. Это способствовало уменьшению aj еще на 1.2¸1.5bЭФ и переводу парового коэффициента реактивности в область относительно безопасных значений: 0.4¸0.6 bЭФ.  Таким образом, в реакторе с нынешним составом активной зоны даже в случае мгновенного вскипания всей воды в технологических каналах разгон мощности на мгновенных нейтронах по причине парового эффекта стал невозможен. Следует отметить также и то, что с увеличением обогащения с 2% до 2.4% глубина выгорания ядерного топлива возрастает примерно на 30 процентов.

 Перспективные направления по улучшению физических и эксплуатационных свойств активных зон РБМК обычно связывают с изменением их структуры: увеличением уран-графитового соотношения а также совершенствованием самого ядерного топлива. Так, уменьшение количества графита в реакторе приводит к некоторому ухудшению замедляющих и размножающих свойств, снижению количества диффундирующих в замедлителе тепловых нейтронов. Однако, благодаря смещению энергетического спектра нейтронов в область более высоких энергий относительное поглощение нейтронов в уране-235 и уране-238 возрастает, а в воде и графите - уменьшается. Это особенно характерно для урана-238, обладающего в указанной области локальными максимумами сечения поглощения.

 Еще одним достоинством сдвига спектра является соответствующий рост воспроизводства вторичного ядерного топлива - плутония-239, компенсирующий ухудшение размножающих свойств и обеспечивающий приемлемую глубину выгорания. Указанный эффект подтвердился, проявив себя при физпуске 2-го блока Ленинградской АЭС только за счет использования графита с меньшей, чем на 1-ом блоке ЛАЭС плотностью. В период предстоящих модернизаций энергоблоков предлагается дополнительное сокращение количества графита в активной зоне путем обрезки ребер графитовых блоков [12,13].  При этом, в соответствии с расчетами, aj должен вообще сместиться в область отрицательных значений, сняв по сути, проблему парового эффекта.

 С точки зрения совершенствования ядерного топлива наиболее реалистичным предложением (без изменения конструкции ТК и ТВС) представляется применение виброуплотненного и металлического топлива [14]. В этом случае можно говорить некоем оптимуме целого набора характеристик ТВС, наиболее важными из которых являются: повышенное содержание урана-235, улучшение баланса нейтронов в реакторе, снижение числа перегрузок - уменьшение расхода свежих ТВС,  малые положи-тельные значения aj, приемлемая величина  подкритичности реактора в холодном разотравленном состоянии, солидная глубина выгорания.

Повышение эффективности органов СУЗ

 С проведением расследования  и выявлением причин аварии ужесточились требования к персоналу в плане точного выполнения регламента эксплуатации и, в частности, в поддержании безопасного оперативного запаса реактивности. В п.3.1 указаны конкретные значения, установленного ОЗР. Безусловно, что соблюдение данного требования способствует повышению безопасности, поскольку увеличенное число стержней уже находятся в зоне высокой дифференциальной эффективности и способны погасить без задержки серьезные возмущения по реактивности.  По данным [13] скорость ввода отрицательной реактивности по сигналам АЗ возросла с 0.15 до 0.5 bЭФ/c.

 Конкретно на Чернобыльской АЭС в начальный период эксплуатации после аварии 50% всех стержней СУЗ фиксировались в верхнем положении на глубине 1.2 метра. Однако, это привело к искажению высотного поля энерговыделения,  вынужденному снижению мощности РУ по условиям обеспечения запаса до кризиса теплоотдачи  примерно на 10¸15% от номинала.  Позднее, была изменена конструкция соединительного звена между поглотителем и вытеснителем, что дало возможность снизить перекосы высотного распределения энерговыделения. На рис.7 показана эволюция положения стержней СУЗ в активной зоне [13] по мере  накопления опыта использования принимаемых мер.

 Более серьезная модернизация  стержней СУЗ завершилась увеличением длины поглотителя до почти полной высоты активной зоны, благодаря чему был не только исключен положительный выбег реактивности  в начальный момент опускания стержней, но и "обратный ход" реактивности при достижении стержнями крайнего нижнего положения. 

 Кроме того, как уже отмечалось выше, очень важные в аварийных ситуациях, стержни УСП наконец-то задействованы по-настоящему: увеличено число УСП с 24-х до 32-х; увеличена длина поглотителя УСП с 3-х до 4-х метров и, главное, обеспечен ввод УСП в нижнюю часть активной зоны по сигналам аварийной защиты.

 Немало сделано для повышения  быстродействия органов СУЗ при срабатывании АЗ. С этой целью модернизированы приводы СУЗ РБМК, в которых за счет изменения режима электродинамического торможения удалось  повысить скорость движения практически вдвое: время опускания сокращено с 18¸20 секунд до 10¸12 секунд. Еще более важным и весомым для целей безопасности является введение с 1989 года на всех РБМК быстродействующей аварийной защиты - БАЗ, основу быстродействия которой составляет отсутствие сопротивления среды опускающемуся стержню. Этого удалось добиться, заменив охлаждение каналов  БАЗ проточной водой на водяное пленочное с одновременной продувкой каналов слабым  расходом газовой смеси. Благодаря этому техническому решению время ввода стержней БАЗ составляет всего лишь 2¸2.5 секунды. В первую секунду стержнями БАЗ вносится отрицательная реактивность около 1.3bЭФ а за 2.5 секунды ими гасится реактивность величиной до 3.0 bЭФ.

4. Заключение

  На основании анализа основных факторов, определяющих физические и теплогидравлические особенности реакторной установки РБМК а также мер по повышению безопасности, реализованных к настоящему моменту на АЭС с РБМК, можно утверждать, что техническими средствами до минимальных значений снижена вероятность возникновения и развития самого опасного вида аварии: c бесконтрольным вводом положительной реактивности, способной привести  к взрыву и разрушению реактора. Вместе с тем, эта минимальная вероятность может быть сохранена на должном уровне только на базе четкой, отлаженной организации, исполнительской дисциплины, грамотного, вдумчивого управления технологическими процессами, основанного на постоянном анализе сложившейся ситуации и способности к прогнозированию.

Литература

Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ. Атомная энергия, 1986,т.61,  вып.5, с.301-320.

Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.:Атомиздат, 1980.

Емельянов И.Я., Егиазаров М.Б., Рябов В.И. и др. Физический пуск реактора РБМК второго блока Ленинградской АЭС. Атомная энергия, 1976, т.40, вып.2, с.127-132.

Николаев Т.П., Егиазаров М.Б., Карнаухов В.В. и др. Физические эксперименты в процессе пуска и первого этапа эксплуатации 1 блока Курской АЭС. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1979, вып. 3 (7),с.3-8.

Решетин Л.В., Лютов М.А., Бочкарев А.Л. и др. Физический пуск реактора РБМК-1000 третьего блока Чернобыльской АЭС. Атомные электрические станции. Вып.8, М.: Энергоатомиздат, 1985, с.35-40.

Серебренников Ю.М., Васекин В.Н., Кватор В.М. и др. Физический пуск реактора РБМК-1000 1 блока Смоленской АЭС. Атомные электрические станции. Вып.8, М.: Энергоатомиздат, 1985, с.40-45.

Сироткин А.П., Карнаухов В.В., Николаева Л.М. и др. Опыт работы  реактора РБМК-1000 в режиме частичных перегрузок. Атомные электрические станции. Вып.3, М.: Энергоиздат, 1980, с.63-66.

Адамов Е.О., Василевский В.П., Ионов А.И. и др. Анализ первой фазы развития аварийного процесса на четвертом блоке Чернобыльской АЭС. Атомная энергия, 1988, т.64, вып.1, с.24-28.

Адамов Е.О., Доморадов А.Е., Миронов Ю.В. и др. Роль отдельных факторов в развитии аварии на Чернобыльской АЭС. Атомная энергия, 1993, т.75, вып.5, с.336-341.

Абагян А А., Аршавский И.М., Дмитриев В.М. и др. Расчетный анализ начальной стадии аварии на Чернобыльской АЭС.Атомная энергия, 1991, т.71, вып.4, с.275-287.

Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Под ред. С. П. Соловьева. Обниск, ИАТЭ, 1992.

Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Василевский В.П. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК. Атомная энергия, 1987, т.62, вып.4, с.219-226.

Асмолов В.Г., Боровой А.А., Демин В.Ф. и др. Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя. Атомная энергия, 1988, т.64, вып.1, с.3-23.

Давыдова Г.В., Кватор В.М., Краюшкин А.В. и др. Совершенствование топливной загрузки РБМК. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.1, с.3-8.

Видимым защитным ограждением РУ ВВЭР-1000 является защитная оболочка (ЗО), последний "барьер" РУ проекта В-320 с реактором ВВЭР-1000 на действую-щих в РФ АЭС Калининской, Балаковской, Ростовской. ЗО установлена на железо-бетонной плите - фундаменте и представляет собой цилиндр высотой 54 м с внутренним диаметром 45м и толщиной стенки 1м, "озаглавленный" сферическим куполом.
Государственная система промышленных приборов (ГСП) и средств автоматизации